高压欠热水在套管内流动时压力对临界热负荷的影响

本文叙述了压力为80—140绝对大气压,重量流速W_(重量)为(5—17)×10~6公斤/米~2·小时,热焓差Δi_(欠热)为14—129大卡/公斤,q_(临界)=8.3×10~6—2.8×10~6大卡/米~2·小时,实验段长度为100毫米,直径为8毫米及环形流道间隙为3毫米的欠热水在套管内流动的临界热负荷试验结果。得出了80,100,110,120和140绝对大气压下的五个临界热负荷经验公式,按公式计算的值与试验数据偏差不超过±10%。将这些综合起来得到适用于80—140绝对大气压的综合公式: q_(临界)={2.8+0.4×10~(-8)[Δi_(欠热)W_(重量)+10~8((0.21-0.0015P)/0.000315P)]}×10~6大卡/米~2·小时。按此公式计算的值与现有数据的偏差不超过±15%;同时,发现对于固定Δi_(欠热)W_(重量)时,压力在80—140绝对大气压内,临界热负荷值随着压力的增加而降低。这点可作为压水反应堆设计者选择压力参数的依据之一。     

高压欠热水在套管内的临界热负荷试验研究

本文试验了在压力为100,140绝对大气压,欠热度ΔtH为10—90℃,流速W为1—6米/秒的工况下的欠热水,在2及3毫米间隙的套管内流动时的临界热负荷;获得了134个试验点,同时得到了2和3毫米间隙对临界热负荷无影响的结论.通过数据整理,得到了压力为100,140绝对大气压时的经验公式.     

管束流道內单根圆管加热时的临界热負荷的实驗研究

本文叙述了在以三角形柵格排列的七根管的管束流道内,中央管加热时临界热負荷的实驗研究。实驗的参数范围是:压力P为100和90絕对大气压,流速W为3—6米/秒,欠热度△t,为10—55℃。将所得的实驗数据与計算公式作了比較,并討論了管束流道对临界热負荷的影响。     

高压欠热水的临界热負荷計算公式

本文在分析高压欠热水之临界热負荷实驗数据的基础上,提出了临界热負荷計算公式,并与現有的主要公式作了比較,証明了新公式的精确度是足够的。新公式比較簡单,更适用于工程計算。     

卧式V型管管壁温度特性及临界热负荷的研究

本文对卧式Ｖ型管高压汽水两相流的传热特性进行了试验研究。根据试验得到了计算临界热负荷的关系式。该式可用来预测卧式Ｖ型管弯头上、下游部分的传热恶化条件，为沸腾燃烧锅炉中卧式Ｖ型坦管、锅炉炉膛出口凝渣管等的设计与运行提供了可靠依据。     

竖直及倾斜环隙流道内自然对流沸腾临界热负荷

以水为工质 ,在常压下对垂直和倾斜环隙流道内的自然对流沸腾临界热负荷进行了实验研究和理论分析 ,得到了计及进出口局部阻力的计算公式 ,讨论了流道几何尺寸、几何形状、倾角、压力和进出口局部阻力等因素对临界热负荷的影响 ,最后提出了一个新的 ,可用于计算竖直环隙、圆管及长方形流道内自然对流沸腾临界热负荷的半经验公式 ,其计算精度和适用范围较现有的计算公式有显著提高 ,原则上不受H/De 值大小的限制。     

外侧加热环隙流道自然循环流动沸腾临界热负荷分析研究

对外侧加热的竖直环隙流道自然循环流动沸腾临界热负荷的变化规律进行了理论研究,对临界热负荷计算中使用水力当量直径和加热当量直径的合理性进行了对比分析,给出了临界热负荷简化计算公式,公式计算值与文献实验结果十分吻合。     

KMC方法定量研究水在二氧化钚表面的吸附行为

根据文献数据,拟合得到了水在二氧化钚表面的脱附活化能:0～0.5层为200.0 kJ/mol,0.5～1层为135.0 kJ/mol,1～2层为47.6 kJ/mol,2～3层为43.8 kJ/mol,>3层为41.1 kJ/mol.利用这些参数采用动力学蒙特卡罗方法(kinetic Monte Carlo,KMC)定量研究了水在二氧化钚表面的吸附和脱附行为,计算得到几种常见的吸附曲线:吸附动力学曲线、热脱附谱、吸附等温线和吸附等压线,模拟结果和文献数据吻合较好,误差小于20%.     

水在圆管内垂直向上流动时的过渡沸腾换热

采用热块技术对水在过渡沸腾区的换热进行了实验研究。实验参数为:进口过冷度△T_(sub)=9.1—26.3℃,质量流速G=40.8—123kg/m~2·s,压力P=0.117—0.289MPa。实验结果证明,质量流速和试验段进口过冷度对换热均有一定影响。根据理论分析和实验结果得到了预测过渡沸腾换热的半经验公式。     

石墨表面的热等离子体去污

利用搭建的热等离子体实验装置,对重金属镉表面沾污的石墨样片进行去污处理,并采用X射线荧光分析去污前后的沾污程度。通过改变样片沾污方式、去污时间和输出电流,对热等离子体的干法去污能力进行了探讨。研究结果表明,热等离子体的去污率与其剥离厚度息息相关,且两者都随着输出电流和去污时间的增大而增大。当输出电流为60 A、去污时间为100 s时,滴加式和浸泡式样片的去污率分别为92%和65%,剥离厚度均达到了几十微米。在同样的实验条件下对热等离子体湿法去污进行了探索,发现在相同输出电流时,随着去污时间的增加湿法去污比干法去污具有更高的去污率,为不同去污场合提供了更多的选择。     

跨临界时二氧化碳体系微观结构特征的分子动力学模拟

应用分子动力学模拟方法研究了跨越临界点时二氧化碳体系微观结构特性。径向分布函数的分析表明,临界点前后体系内短程序结构变化很小,主要受分子间极强的近邻相互作用的强化效果影响,第一近邻配位数的分析进一步显示近程结构的变化以配对分子数量的变化为主;气态条件下的二氧化碳体系仍呈“近程有序且长程无序”状态;静态结构因子的分析表明,拟临界区体系中存在中远程有序结构;定义了无序距离,该参数的突增表明了临界点附近分子间相互作用距离剧烈增大。      

倒U型管蒸汽发生器单相管间脉动临界流速与倒流临界流速的对比分析

为了提高核反应堆系统的安全性与经济性,本文通过实验研究了单相工况下倒U型管管间脉动临界与倒流临界之间的关系。基于对实验数据的处理,获得了不同工况下的管间脉动临界流速与倒流临界流速,并对2种不稳定性的临界流速进行了比较。结果表明,在本实验工况下,管间脉动临界流速总是高于倒流临界流速,其比值最高可达1.46;该比值随着一次侧入口温度的升高和回路阻力的减小而增大,随着二次侧冷却水流量的增大而增大,但增幅逐渐减小;回路阻力对脉动具有显著的抑制作用,在回路阻力较小时,可能发生较为严重的管间脉动。      

ISOL项目高压穿墙管的设计和实验

ISOL项目中,靶源系统和第1分析段布置于300kV的高压台架上。为降低辐射对有机材料寿命的影响,提供电源、压缩空气、冷却水的电源问和靶源间、第1分析段布置在不同实验厅,也位于300kV电位。这3部分之间的连接需穿越零电位的屏蔽墙体,需由穿墙管来实现。     

高压加热器的换热管材质改进与实践

本文通过结合现场的实际情况,以换热管材质改进作为切入点,探讨可行的技术方案。通过对几种常用高加换热管材质从力学性能、耐腐蚀型、换热性能等多个方面进行对比、分析,确定材料的选用。同时保留了原结构设计,避免了因主设备改造带来的系统布置等问题。高压加热器在更换后,进行了对应的性能试验和系统整体性能试验,试验合格,满足系统要求。本次技术改造解决实际工程问题的思路对于国内其他核电机组有一定的借鉴意义。     

不锈钢筛板表面浸润状态对脉冲柱负荷的影响

一、前言对于TBP/OK—HNO_3体系,脉冲柱选用不锈钢筛板,在有机相连续的条件下,当物性、柱结构和操作条件几乎相同时,国外文献报导的的液泛负荷数据仍然存在着明显的差异。我们在实验中也发现,若对操作过程不加以严格限制,液泛负荷就会出现较大的差异或随着运行时间的增加,液泛负荷会发生显著的下降。本文通过对不锈钢表面浸润状态的研究和对不锈钢筛板经两种不同方法处理的脉冲柱液泛负荷的测定,探讨了出现上述问题的基本原因。     

热表面电离质谱法对锂同位素的测

为建立一套适用于实验室锂同位素的分析方法,选定Li 为检测离子,对热电离质谱法(TIMS)分析锂同位素的实验条件进行探索,包括单、双带测量,加载H3PO4和锂样品用量,建立了质谱分析条件。并采用此方法测定了标准物质样品的丰度和浓度,对塑料闪烁体中掺杂6Li的质量分数进行分析,给出测量方法的不确定度(U)为0.024,方法相对标准偏差(sr)小于0.3%。     

一种抑制高压加速管电子负载效应的新方法

电子负载效应在高压加速管中是需要避免的,因为电子负载效应往往会造成加速管中出现大量的电子流,使得高压难以继续升高,而电子负载效应与加速管中的杂散粒子倍增有关。本文介绍了如何利用透镜电场抑制电子负载效应。通过不等梯度电位形成透镜电场,透镜电场对中心轴上加速的粒子不造成影响,而对远离主轴的杂散粒子起到消散的作用,可以有效地阻止这些杂散粒子长距离飞越,减弱杂散粒子的倍增能力。可见透镜电场能够对电子负载效应起到抑制的作用。     

压水堆稳压器波动管热分层的分析研究

热分层是管道水平管段中相对滞止或缓慢流动的冷、热流体因缺少混合而产生的不均匀温度分布现象.通过稳压器波动管热分层现象产生的原因和机理分析,并对稳压器波动管热分层现象进行数值模拟,建立了不同稳压器内部不同截面的热分层瞬态.     

加速器驱动快-热包层耦合次临界系统的性能研究

通过研究表明:加速器驱动快-热包层耦合次临界系统(ADFTS)具有同时高效嬗变锕系元素(MA)和裂变产物(FP)的优点.从中子物理学角度,对ADFTS的能量放大行为进行了分析,提出了快包层中子放大系数和快-热包层中子耦合系数的概念,并给出了中子放大系数的计算方法.对加速器驱动次临界系统的增殖能力进行了研究.研究表明,ADS具有比常规临界反应堆更高的增殖能力.